原発関係の以下の施設、・新燃料貯蔵庫、・使用済み燃料貯蔵プール、・使用済み燃料輸送容器(湿式、乾式)、・中間貯蔵施設において、私の原子力安全解析所での実機の安全解析の経験では、未臨界評価において、核的に一番厳しい、・・・

原発関係の以下の施設、
・新燃料貯蔵庫、
・使用済み燃料貯蔵プール、
・使用済み燃料輸送容器(湿式、乾式)、
・中間貯蔵施設、
において、私の原子力安全解析所での実機の安全解析の経験では、未臨界評価において、核的に一番厳しい、
①新燃料を想定、
②水没条件を想定、
③最適減速状態想定(4℃の水密度の約20 %)、
した未臨界解析がなされ、技術基準値以下(実効中性子増倍率keff=0.95、米国の特定施設では、極めて稀ですが、もっと、大きい場合も、小さい場合も存在)であることを示していますが、いくら保守的評価と言っても、厳しすぎると感じている関係者は、多いと思います。